JP2020518823A - A very simplified boiling water reactor for commercial power generation - Google Patents

A very simplified boiling water reactor for commercial power generation Download PDF

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Abstract

原子炉は、故障の可能性を著しく低減するために非常に少ないシステムを有する。原子炉は、0〜350メガワットの電気的範囲において、自然循環を可能にする高さ及びより小さい可撓性エネルギー出力を有する沸騰水型原子炉であってもよい。反応器は、不透過性高圧格納容器によって完全に包囲されている。冷却剤プール、ヒートシンク、能動ポンプ、または他の緊急流体源は、格納容器の内部に存在しなくてもよい。分離凝縮器システムのような緊急冷却は、格納容器の外側にある。原子炉圧力容器と一体化された分離弁は、原子炉への格納を介して作動流体および緊急流体を提供する。隔離バルブは、一体型、溶接型、またはそうでなければ、剪断破壊の危険性を排除するためにASME−コンプライアンスを有する反応器および流体導管と一体である。閉じ込めは、完全に地下であり、フットプリントおよび地上の標的領域を最小にするために、地震学的に絶縁され得る。【選択図】図2Reactors have very few systems to significantly reduce the likelihood of failure. The reactor may be a boiling water reactor with a height allowing for natural circulation and smaller flexible energy output in the electrical range of 0 to 350 megawatts. The reactor is completely enclosed by an impermeable high pressure containment vessel. Coolant pools, heat sinks, active pumps, or other emergency fluid sources may not be present inside the containment. Emergency cooling, such as a separate condenser system, is outside the containment. Isolation valves integrated with the reactor pressure vessel provide working and emergency fluids via containment in the reactor. The isolation valve is integral, welded, or otherwise integral with the reactor and fluid conduit with ASME-compliance to eliminate the risk of shear fracture. The containment is completely underground and can be seismically isolated to minimize the footprint and target area above ground. [Selection diagram] Figure 2

Description

商業発電のための非常に単純化された沸騰水型原子炉。 A very simplified boiling water reactor for commercial power generation.

図1は、従来技術の経済的に簡略化された沸騰水型原子炉(ESCBWR)において原子力発電用の燃料41及び原子炉内構造物の様々な構成を有する原子炉圧力容器42を収容する格納容器36の概略図である。反応器42は、従来、核分裂を介して数千メガワットの熱エネルギーを生成することができる。反応器42は、上部ドライウェル54及び下部ドライウェル3を含むドライウェル51内に位置し、ドライウェル3は、外部構成要素及び人員のために、反応器42の周囲及び下方に空間を提供する。原子炉42は、典型的には数十メートルの高さであり、地面レベルからの自然循環冷却及び構築を容易にするために、格納容器36は地上高さよりも高い。ベースマット内部溶融阻止および冷却可能デバイスと呼ばれる犠牲溶融層1は、反応器1の真下に配置されて、潜在的な落下破片、溶融反応器構造、および/または冷却剤を冷却し、格納容器36の下の地面への進行を防止する。 FIG. 1 shows a containment housing a reactor pressure vessel 42 having various configurations of fuel 41 and nuclear reactor internals for nuclear power in a prior art economically simplified boiling water reactor (ESCBWR). 4 is a schematic view of a container 36. FIG. Reactor 42 is conventionally capable of producing thousands of megawatts of thermal energy via fission. The reactor 42 is located within a drywell 51 that includes an upper drywell 54 and a lower drywell 3, which provides space around and below the reactor 42 for external components and personnel. .. Reactor 42 is typically several tens of meters high, and containment vessel 36 is above ground level to facilitate natural circulation cooling and construction from ground level. A sacrificial melt layer 1, referred to as a base mat internal melt arrest and coolable device, is located beneath reactor 1 to cool potential falling debris, melt reactor structure, and/or coolant to containment vessel 36. To prevent progress to the ground below.

いくつかの異なるプールおよび流路は、プラント内の冷却能力の損失を伴う過渡の場合、原子炉26に流体冷却剤を提供するために、格納容器36内部の緊急炉冷却剤システムを構成する。例えば、格納容器36は、環状または他の様式で反応器42を囲む圧力抑制チャンバ58と、抑制プール59を保持することとを含むことができる。抑制プール59は、主蒸気ラインからの蒸気を凝縮及び放熱のために抑制プール59に分流するために使用される緊急蒸気ベントを含み、格納容器36の過熱及び過加圧を防止する。抑制プール59はまた、ドライウェル54に流入する流体が抑制プール59内に排出されるか、またはポンプされることを可能にする流路を含むことができる。抑制プール59は、冷却材事故の喪失後に格納容器36から熱または圧力を除去するように構成された他の熱交換器またはドレインをさらに含むことができる。緊急炉心冷却システムラインおよびポンプ10は、損失給水および/または他の緊急冷却剤供給を行うために、抑制プール59から反応器42内に冷却剤を注入することができる。 Several different pools and flow paths constitute an emergency reactor coolant system within containment 36 to provide fluid coolant to reactor 26 in the event of a transient with loss of cooling capacity within the plant. For example, the containment vessel 36 may include a pressure suppression chamber 58 that annularly or otherwise surrounds the reactor 42 and holds a suppression pool 59. The containment pool 59 includes an emergency steam vent used to divert steam from the main steam line to the containment pool 59 for condensation and heat dissipation to prevent overheating and overpressurization of the containment vessel 36. Suppression pool 59 can also include channels that allow fluids entering drywell 54 to be drained or pumped into suppression pool 59. The containment pool 59 may further include other heat exchangers or drains configured to remove heat or pressure from the containment 36 after the loss of a coolant incident. The emergency core cooling system line and pump 10 may inject coolant from the containment pool 59 into the reactor 42 to provide lost water supply and/or other emergency coolant supply.

図1に示すように、重力駆動冷却システム(GDCS)プール37は、配管57を介して反応器42に冷却剤をさらに供給することができる。受動的な封じ込め冷却システム(PCCS)プール65は、原子炉の減圧によって生成された蒸気などの、格納容器36内部の蒸気を、より低い格納圧力または主蒸気ライン遮断に凝縮し、凝縮した流体をGDCSプール37に戻すことができる。隔離冷却システム(IC)プール66は、反応器42からの圧力で直接蒸気を取り出し、再循環のために再凝縮器42に戻すために凝縮することができる。これらの安全システムは、必要な冷却剤を供給し、熱を除去し、及び/又は圧力を低減することによって、原子炉42及び格納容器36内の全ての他の構造の過熱及び損傷を防止する効果の各々に、様々な反応器設計における任意の組み合わせで使用することができる。いくつかの追加のシステムが、典型的には、格納容器36の内部に存在し、いくつかの他の補助システムが、関連技術のESBWRにおいて使用される。このようなESBRSは、その全体が参照により本明細書に援用されるGE Hitachi Nuclear Energy、6月1日、2011年6月の「ESBWRプラントの一般的記述」の中に記載されている。 As shown in FIG. 1, a gravity driven cooling system (GDCS) pool 37 may additionally supply coolant to the reactor 42 via piping 57. The Passive Containment Cooling System (PCCS) Pool 65 condenses steam inside containment 36, such as steam produced by depressurization of the reactor, to a lower containment pressure or main steam line shutoff and condenses the condensed fluid. Can be returned to GDCS pool 37. An isolated cooling system (IC) pool 66 can take vapor directly at the pressure from the reactor 42 and condense it back into the recondenser 42 for recycling. These safety systems prevent overheating and damage to the reactor 42 and all other structures within the containment vessel 36 by providing the necessary coolant, removing heat, and/or reducing pressure. Each of the effects can be used in any combination in various reactor designs. Some additional systems are typically present inside containment vessel 36, and some other auxiliary systems are used in related art ESBWRs. Such ESBRS are described in "General Description of ESBWR Plants", GE Hitachi Nuclear Energy, June 1, June 2011, which is incorporated herein by reference in its entirety.

例示的な実施形態は、その封じ込めの外側に実質的に故障モードを有しない原子炉を含む。例示的な実施形態の原子炉は、圧力容器内の自然循環を可能にするが、特に幅方向において、1000メガワットの熱エネルギーを生成することを可能にする、より大きい高さ対幅比を有するESBWR設計に類似し得る。例示的な実施形態の容器は、原子炉を完全に囲み、高圧であっても格納容器からの流体漏れを防止することができる。例示的な実施形態の容器は、GDCSプール、抑制プール、または移動冷却剤ポンプのような冷却剤源を用いずに極めて単純化され得る。隔離凝縮器システムのような格納容器の外側の1つ以上の冷却剤源は、原子炉に長期信頼性のある冷却を提供するのに十分である。一次冷却剤ループおよび緊急冷却剤源を含む、反応器を一体的に調整可能にするために、例示的な実施形態の分離弁を各流体接続部で反応器に使用することができる。 An exemplary embodiment includes a reactor that has substantially no failure modes outside its containment. The reactor of the exemplary embodiment has a greater height-to-width ratio that allows for natural circulation in the pressure vessel, but particularly in the width direction, to produce 1000 megawatts of thermal energy. It can be similar to the ESBWR design. The vessel of the exemplary embodiment completely surrounds the reactor and can prevent fluid leakage from the containment vessel even at high pressures. The container of the exemplary embodiment can be greatly simplified without a coolant source such as a GDCS pool, a suppression pool, or a moving coolant pump. One or more coolant sources outside the containment vessel, such as an isolated condenser system, are sufficient to provide long-term reliable cooling to the reactor. The isolation valve of the exemplary embodiment can be used in the reactor at each fluid connection to allow the reactor to be integrally tunable, including the primary coolant loop and the emergency coolant source.

例示的な実施形態の隔離弁は、原子炉および流体導管と冗長かつ一体であり、剪断破壊の危険性を排除するために原子炉容器のためのASME核標準まで製造される。例示的な実施形態の封じ込めが貫通される場合、貫通シールは、高いゲージ圧力まで貫通部で不浸透性の封じ込めを囲み、不浸透性の封じ込めを行うことができる。例示的な実施形態の容器および反応器は、完全に地下であってもよく、緊急冷却剤源とともに、地震および他の衝撃から同じを遮蔽する地震サイロによって囲まれてもよい。サイロ及び格納容器を覆う単一の上部シールドのような限定されたアクセスは、保守、フラッディング及び/又は給油のための簡単なアクセスを提供することができる。 The isolation valve of the exemplary embodiment is redundant and integral with the reactor and fluid conduits and is manufactured up to the ASME nuclear standard for reactor vessels to eliminate the risk of shear failure. When the containment of the exemplary embodiment is pierced, the pierce seal can surround the impermeable containment with a penetration up to high gauge pressure to provide an impermeable containment. The vessel and reactor of the exemplary embodiment may be completely underground and may be surrounded by an emergency coolant source and seismic silo that also shields it from earthquakes and other shocks. Limited access, such as a single top shield over the silo and containment, can provide easy access for maintenance, flooding and/or refueling.

例示的な実施形態は、添付の図面を詳細に説明することによってより明らかになり、同様の要素は、例示のみを目的として与えられ、したがって、それらが示す用語を限定するものではない。 The exemplary embodiments will become more apparent by a detailed description of the accompanying drawings, like elements are provided by way of illustration only and thus are not meant to limit the terminology they indicate.

従来技術の原子炉格納容器および内部構造の概略図である。1 is a schematic view of a conventional reactor containment vessel and internal structure. 非常に単純化された沸騰水型原子炉システムの例示的な実施形態の概略図である。1 is a schematic diagram of an exemplary embodiment of a highly simplified boiling water reactor system. 例示的な実施形態のシステムで使用可能な例示的な実施形態の弁の概略図であるFIG. 6 is a schematic view of an example embodiment valve usable in an example embodiment system.

これは、特許文献であるため、一般的に、それを読むときに構築の広範な規則が適用されるべきである。本明細書に記載され示された全ては、以下に添付される特許請求の範囲に含まれる主題の一例である。本明細書で開示される任意の特定の構造的および機能的詳細は、単に例を作成および使用する方法を説明するためのものにすぎない。本明細書に具体的に開示されていないいくつかの異なる実施形態および方法は、請求項の範囲内に入り得る。したがって、特許請求の範囲は、多くの代替形態で実施され得、本明細書に記載の例のみに限定されると解釈されるべきではない。 Since this is a patent document, broad rules of construction should generally be applied when reading it. Everything described and shown herein is an example of the subject matter contained in the claims appended hereto. Any particular structural and functional details disclosed herein are merely for purposes of illustrating how to make and use the examples. Several different embodiments and methods not specifically disclosed herein may fall within the scope of the claims. Therefore, the claims may be practiced in many alternative forms and should not be construed as limited only to the examples set forth herein.

第1、第2、第2、等の序数は、本明細書において様々な要素を説明するために使用され得るが、これらの要素は、これらの用語による任意の順序に限定されるべきではないことを理解されたい。これらの用語は、1つの要素を別の要素と区別するためにのみ使用される;複数の第2のまたはより高い規則がある場合、単に、任意の差または他の関係なしに、多くの数の要素が存在するだけでなければならない。例えば、例示的な実施形態または方法の範囲から逸脱することなく、第1の要素を第2の要素と呼ぶことができ、同様に、第2の要素を第1の要素と呼ぶことができる。本明細書で使用する「および/または」という用語は、関連するリストされた項目のうちの1つまたは複数のすべての組合せを含む。「etc」は「エトセトラ」として定義され、「および/または」コンビネーションにおける、後述の項目の同じグループに属する他のすべての要素の包含を示す。 First, second, second, etc. ordinal numbers may be used herein to describe various elements, but the elements should not be limited in any order by these terms. Please understand that. These terms are only used to distinguish one element from another; if there is more than one second or higher rule, then simply by means of a large number, without any difference or other relationship. The elements in must only exist. For example, the first element can be referred to as the second element, and similarly the second element can be referred to as the first element without departing from the scope of the exemplary embodiments or methods. The term "and/or" as used herein includes all combinations of one or more of the associated listed items. "Etc" is defined as "etosetra" and indicates the inclusion in the "and/or" combination of all other elements belonging to the same group of items described below.

要素が別の要素に「接続」 、「結合」 、「つながる」 、「付される」 、「固定」される場合、他の要素に直接接続されてもよいし、介在要素が存在してもよいことが理解されるであろう。対照的に、要素が別の要素に「直接接続される」 、「直接結合される」などと呼ばれるとき、介在する要素は存在しない。要素間の関係を説明するために使用される他の語は、同様の形で解釈されるべきである(例えば、「間に」 、「直接的に間に」 、「隣接する」対「直接隣接する」など)。同様に、「通信可能に接続された」のような用語は、ワイヤレスで接続される中間デバイス、ネットワークなどを含む、2つの電子デバイス間の情報交換およびルーティングのすべての変形を含む。 When an element is "connected," "coupled," "connected," "attached" or "fixed to" another element, it may be directly connected to another element, or an intervening element may be present. It will be appreciated that it is good. In contrast, when an element is referred to as "directly connected" to another element, "directly coupled", etc., there are no intervening elements present. Other terms used to describe relationships between elements should be construed in the same fashion (eg, “between”, “directly between”, “adjacent” vs. “direct”). Adjacent to each other). Similarly, terms such as “communicatively connected” include all variations of information exchange and routing between two electronic devices, including wirelessly connected intermediate devices, networks, and the like.

本明細書で使用されるように、単数形「a」 、「an」 、および「the」は、明示的に別段の指示がない限り、単数形および複数形の両方を含むことが意図される。「備える」 、「有する」 、「含む」および/または「含んでいる」という用語は、記載された特徴、特徴、ステップ、動作、要素、および/または構成要素の存在を指定するが、それ自体は、1つまたは複数の他の特徴、特性、ステップ、動作、要素、構成要素、および/またはそのグループの存在または追加を排除しないことが理解されよう。 As used herein, the singular forms "a", "an", and "the" are intended to include both the singular and the plural unless explicitly stated otherwise. .. The terms "comprising," "having," "including," and/or "including" specify the presence of the stated features, characteristics, steps, acts, elements, and/or components, but which themselves It will be appreciated that does not exclude the presence or addition of one or more other features, characteristics, steps, acts, elements, components, and/or groups thereof.

以下で説明する構造および動作は、図面に記載および/または記載された順序とは異なる順序で行われてもよい。例えば、連続して示される2つの動作および/または図は、関与する機能/動作に応じて、実際には同時に実行されてもよく、ときには逆の順序で実行されてもよい。同様に、以下で説明する例示的な方法内の個々の動作は、以下で説明する単一の動作とは別にループまたは他の一連の動作を提供するように、個々にまたは順次に実行され得る。以下で説明する特徴および機能を有する任意の実施形態または方法は、任意の実行可能な組合せで、例示的な実施形態の範囲内に入ると推定されるべきである。 The structures and operations described below may be performed in a different order than the order shown and/or described in the drawings. For example, two acts and/or figures shown sequentially may actually be performed simultaneously, and sometimes in reverse order, depending on the functions/acts involved. Similarly, individual acts within the exemplary methods described below may be performed individually or sequentially to provide a loop or other series of acts apart from the single acts described below. .. It should be estimated that any embodiment or method having the features and functionality described below, in any feasible combination, falls within the scope of the exemplary embodiments.

本発明者らは、ESBWRsが、関連する大きな反応器体積および建設コストを伴う大規模な1000 +メガワット−電力定格を有することを認識した。本発明者らは、一般に、大きなサイズのESBWRsが、地面の上にのみ構築することができない大きなコンテナを必要とすることを認識した。ESBWRsはまた、配管導管および他の流路を有する多数の受動安全システムを、破壊または漏出が可能な反応器に使用し、冷却材事故の損失を引き起こす。本発明者らはさらに、ESBWRsが、即時またはピーク発電容量を必要とする領域における構造および動作のモジュール性または柔軟性なしに、長期的なベースライン発電のために主に使用可能であることを認識した。これらの新たに認識された問題ならびに他の問題を克服するために、発明者らは、例示的な実施形態によって可能にされる固有の解決策を本発明者らによって認識されたこれらおよび他の問題に対処するために以下に説明する例示的な実施形態および方法を開発した。 The inventors have recognized that ESBWRs have a large 1000 + megawatt-power rating with associated large reactor volume and construction costs. The inventors have recognized that large size ESBWRs generally require large containers that cannot be built only above the ground. ESBWRs also use numerous passive safety systems with plumbing conduits and other flow paths in reactors that can break or leak, causing loss of coolant accidents. The inventors further found that ESBWRs can be used primarily for long-term baseline electricity generation, without the modularity or flexibility of construction and operation in areas requiring immediate or peak electricity generation capacity. I recognized. In order to overcome these newly recognized problems as well as others, the inventors have identified the unique solutions enabled by the exemplary embodiments with these and other recognized problems by the inventors. The exemplary embodiments and methods described below have been developed to address the problem.

本発明は、原子炉、それを含む植物、およびそのような反応器および植物を運転する方法である。本発明とは対照的に、以下で説明するいくつかの例示的な実施形態および例示的方法は、本発明と一緒におよび/またはそれに関連して使用され得る様々な異なる構成のほんの一部を例示する。 The present invention is a nuclear reactor, plants containing it, and methods of operating such reactors and plants. In contrast to the present invention, some exemplary embodiments and exemplary methods described below are just a few of the various different configurations that can be used in conjunction with and/or in connection with the present invention. To illustrate.

図2は、例示的な実施形態の反応器142、例示的な実施形態の格納容器136、及び関連する冷却及び発電システムを含む例示的な実施形態の反応器システム100の概略図である。図2には示されていないが、例示的な実施形態のシステム100は、高圧および低圧タービン、発電機、スイッチヤード、凝縮器、冷却塔またはヒートシンクなど、任意の発電設備と同様の方法で主給水ライン120および主蒸気ライン125に接続することができる。例示的な実施形態の格納部136は、一過性または事故のシナリオの場合に放射性物質および植物成分の移動を制限するための、弾力性のある不透過性の材料で構成される。例えば、格納容器136は、一体的に形成されたコンクリート構造であってもよく、潜在的には、補強用内部スチールまたは鉄筋骨格、数インチまたはフィートの厚さであってもよい。あるいは、例えば、以下に説明するように、格納容器136は比較的小さくてもよいので、全鋼体は、格納容器136の強度、放射線遮蔽、および寿命を向上させるために、法外に高価または複雑に製造されずに使用されてもよい。 FIG. 2 is a schematic diagram of an example embodiment reactor system 100 including an example embodiment reactor 142, an example embodiment containment 136, and associated cooling and power generation system. Although not shown in FIG. 2, the system 100 of the exemplary embodiment is used in a manner similar to any power generation facility, such as high and low pressure turbines, generators, switchyards, condensers, cooling towers or heat sinks. It can be connected to the water supply line 120 and the main steam line 125. The storage 136 of the exemplary embodiment is constructed of a resilient, impermeable material for limiting the movement of radioactive and plant constituents in the event of a transient or accident scenario. For example, the containment vessel 136 may be an integrally formed concrete structure, potentially having a reinforcing internal steel or reinforced skeleton, a few inches or feet thick. Alternatively, for example, as described below, containment 136 may be relatively small, such that the entire steel body is prohibitively expensive or expensive to improve containment 136 strength, radiation shielding, and life. It may be used without being complicatedly manufactured.

図2に示すように、例示的な実施形態の格納容器136は、地下であってもよく、潜在的には、原子炉サイロ190内に収容されてもよい。コンクリート蓋191または以下のような他の表面シールドレベルで、グラウンド90は、例示的な実施形態の反応器142および格納容器136を収容するサイロ190を包囲してもよい。サイロ190および蓋191は、地面から遭遇する衝撃波を最小化し、したがって反応器142への地震事象の影響を最小化するように、地震的に絶縁または硬化されてもよい。図2に示すように地下の場合、例示的な実施形態のシステム100は、非常に小さいストライクターゲットを提示し、及び/又は表面衝撃及び爆発に対して硬化されてもよい。さらに、地下の場合、例示的な実施形態のシステム100は、放射性放出に対する追加の封じ込めを有し得、緊急冷却の場合、より容易なフラッディングを可能にし得る。図示されていないが、これらの利益を失うことなく、任意の発電機器が地上に接続されてもよく、および/またはそのような機器はまた、地上の下に配置されてもよい。 As shown in FIG. 2, the exemplary embodiment containment vessel 136 may be underground and potentially contained within a reactor silo 190. At the concrete lid 191 or other surface shield level such as the following, the ground 90 may surround the silo 190 that houses the reactor 142 and containment 136 of the exemplary embodiment. The silo 190 and lid 191 may be seismically insulated or hardened to minimize shock waves encountered from the ground and thus minimize the impact of seismic events on the reactor 142. When underground, as shown in FIG. 2, the system 100 of the exemplary embodiment may present very small strike targets and/or may be hardened against surface impacts and explosions. Moreover, in the case of underground, the system 100 of the exemplary embodiment may have additional containment for radioactive emissions and may allow easier flooding in case of emergency cooling. Although not shown, any power generating equipment may be connected to the ground and/or such equipment may also be located below the ground without losing these benefits.

後述する例示的な実施形態の反応器142のより小さいサイズに基づいて、例示的な実施形態の格納容器136は、ESBWRを含む既存の原子力発電所に対してコンパクトで簡素化することができる。GDCS、PCCS、抑制プール、BIMCS、バックアップ電池、ウェート、運転者などを含む従来の動作および緊急機器は、全体的に格納容器136から省略されてもよい。格納容器136は、燃料交換及び保守のために反応器142へのアクセスを可能にするシールド191の下の単一の上部アクセスポイントのような、より少ないアクセスポイントを通してアクセス可能であってもよい。 Due to the smaller size of the example embodiment reactor 142 described below, the example embodiment containment 136 can be compact and simplified for existing nuclear power plants, including ESBWRs. Conventional operational and emergency equipment, including GDCS, PCCS, containment pools, BIMCS, backup batteries, weights, drivers, etc., may be omitted from containment 136 altogether. The containment vessel 136 may be accessible through fewer access points, such as a single upper access point below the shield 191 that allows access to the reactor 142 for refueling and maintenance.

例示的な実施形態の反応器142およびコア141の比較的小さい体積は、格納容器136内への燃料再配置のための現実的なシナリオが存在しないので、床停止および冷却のためのBiMACを必要としない場合がある。それにもかかわらず、例示的な実施形態の格納容器136は、図2に示すように、任意の再配置されたコアを収容及び冷却するのに十分な床厚及び広がり面積を有してもよい。さらに、収容部136を貫通する全貫通部は、以下の図3に関連してさらに説明するように、最小化及び/又は隔離されてもよく、格納部136からの漏洩の危険性を低減又は効果的に排除してもよい。 The relatively small volume of the reactor 142 and core 141 of the exemplary embodiment requires BiMAC for bed shutdown and cooling as there is no realistic scenario for fuel relocation into containment 136. And not always. Nevertheless, the exemplary embodiment containment vessel 136 may have sufficient floor thickness and expansive area to accommodate and cool any repositioned core, as shown in FIG. .. Further, all penetrations through the receptacle 136 may be minimized and/or isolated, as described further below in connection with FIG. 3, to reduce the risk of leakage from the enclosure 136 or May be effectively eliminated.

例示的な実施形態の反応器142は、原子炉の内部構造および高さにおける承認されたESBWR設計と同様に、沸騰水型反応器であってもよい。反応器142は、例えば1000メガワット電気未満で動作する、例えば比例的に小さいコア141を有する最大600メガワットの電気だけを生成するESBWRsの1 / 5体積より小さくてもよい。例えば、例示的な実施形態の反応器142は、約28メートルの高さ及びわずか3メートルの直径であってもよく、約900メガワット−熱及び300メガワット−電気定格で動作するために横断方向に比例して縮小される。あるいは、例えば、反応器142は、約3. 9の高さ対幅比を有するESBWRと同じ割合であってもよく、より小さい体積に縮小されてもよい。もちろん、他の寸法は、例えば2. 7、または2. 0などのより小さい高さ対幅比で、反応器内部のより小さいサイズまたは適切な流路構成で自然循環を可能にし得る、例示的な実施形態の反応器142で使用可能である。 The example embodiment reactor 142 may be a boiling water reactor, as well as an approved ESBWR design in reactor internals and height. Reactor 142 may be smaller than 1/5 volume of ESBWRs operating at, for example, less than 1000 megawatts of electricity, eg, producing only up to 600 megawatts of electricity with a proportionally small core 141. For example, the reactor 142 of the exemplary embodiment may be about 28 meters high and only 3 meters in diameter, and transversely to operate at about 900 megawatt-heat and 300 megawatt-electrical ratings. Scaled down proportionally. Alternatively, for example, the reactor 142 may be in the same proportion as an ESBWR having a height to width ratio of about 3.9 and may be reduced to a smaller volume. Of course, other dimensions may allow natural circulation with smaller height to width ratios, such as 2.7, or 2.0, with smaller sizes inside the reactor or suitable channel configurations. It can be used in the reactor 142 of various embodiments.

例示的な実施形態の反応器142の比較的大きな高さを維持することは、例示的な実施形態の反応器142において公知のESBWRsによって達成される自然循環効果を維持することができる。同様に、より小さい反応器142は、関連する冷却装置で地下に配置されやすく、および/または炉心141内のより小さい燃料在庫に起因して、より少ない過熱および損傷の危険性を有することができる。さらに、より低い電力定格を有するより小さい例示的な実施形態の反応器142は、より簡単な起動、停止、および/または低減された電力動作をより容易に満たし、エネルギー需要をよりよく一致させることができる。 Maintaining a relatively large height of the example embodiment reactor 142 can maintain the natural circulation effect achieved by known ESBWRs in the example embodiment reactor 142. Similarly, smaller reactors 142 may be more likely to be placed underground with associated cooling systems and/or may have less risk of overheating and damage due to smaller fuel stocks in core 141. .. In addition, the smaller exemplary embodiment reactor 142 with a lower power rating more easily meets easier start-up, shut-down, and/or reduced power operation to better match energy demand. You can

主給水ライン120および主蒸気ライン125などの冷却剤ループは、発電のための減速材、冷却剤、および/または伝熱流体を提供するために、反応器142に流入することができる。1つまたは複数の隔離凝縮器システム166などの緊急冷却剤源は、ライン120からの給水の損失の事例において、反応器142に緊急冷却をさらに提供することができる。各隔離凝縮器システム166はさらに、例示的な実施形態の反応器142への2つの接続、蒸気出口のための1つ、および反応器142への凝縮物の戻りのための1つを有することができる。反応器142へのこれらの接続の各々は、格納容器136内の反応器142に一体的に接続され、無視できる故障リスクを表す隔離バルブ111、112、167、及び/又は168を使用することができる。例示的な実施形態の反応器142に流入する少数のシステムを有する隔離バルブ111、112、167、および/または168を使用する場合、冷却材事故の損失の可能性は、従来の軽水プラントにおけるリスクよりも少なくとも数桁小さい。図3は、バルブ111、112、167、および/または168のいずれかのために使用され得る例示的な実施形態の隔離バルブ200、または例示的な実施形態の格納容器136を通る例示的な実施形態の反応器142への流体送達のための任意の他のバルブの概略図である。弁111、112、167、および168は、図2の格納容器136をまたいで示されているが、図3に示すように、格納容器136の内部に完全に配置されてもよいことが理解される。2つの分離ゲートバルブ210および220ならびにこれら2つの間の接続を含む、例示的な実施形態のバルブ本体201は、漏れまたは故障の比較可能なリスクなしに、信頼性の高い動作を有する。例えば、バルブ200は、従来の蒸気およびHRSGの格納の内側の給水ラインに見られるギロットタイプの剪断破壊を受けにくい。より小型の例示的な実施形態の反応器142と共に使用される場合、バルブ200は、従来の導管及びバルブよりも小さい及び/又は単純化され、比較的少ない給水又は蒸気流を制御し、例示的な実施形態のシステム100(図2)の製造上の課題及び故障の危険性を更に低減する。 Coolant loops, such as the main water supply line 120 and the main steam line 125, can enter the reactor 142 to provide moderators, coolants, and/or heat transfer fluids for power generation. An emergency coolant source, such as one or more isolated condenser systems 166, can further provide emergency cooling to reactor 142 in the event of loss of feedwater from line 120. Each isolated condenser system 166 further has two connections to the reactor 142 of the exemplary embodiment, one for the vapor outlet and one for the return of condensate to the reactor 142. You can Each of these connections to reactor 142 may use isolation valves 111, 112, 167, and/or 168 that are integrally connected to reactor 142 within containment 136 and represent a negligible risk of failure. it can. When using isolation valves 111, 112, 167, and/or 168 with a small number of systems entering the reactor 142 of the exemplary embodiment, the potential loss of coolant accident is a risk in conventional light water plants. Is at least several orders of magnitude smaller. FIG. 3 illustrates an exemplary embodiment isolation valve 200 that may be used for any of valves 111, 112, 167, and/or 168, or an exemplary implementation through an exemplary embodiment containment vessel 136. FIG. 8 is a schematic view of any other valve for fluid delivery to the configured reactor 142. Although valves 111, 112, 167, and 168 are shown spanning containment 136 in FIG. 2, it is understood that they may be located entirely within containment 136, as shown in FIG. It The valve body 201 of the exemplary embodiment, including the two isolation gate valves 210 and 220 and the connection between the two, has reliable operation with no comparable risk of leakage or failure. For example, the valve 200 is less susceptible to the Guillot type shear fracture found in the water lines inside conventional steam and HRSG containments. When used with the smaller exemplary embodiment reactor 142, the valve 200 is smaller and/or simplified than conventional conduits and valves to control relatively little feedwater or steam flow, and exemplary valve The manufacturing challenges and risk of failure of the system 100 (FIG. 2) of various embodiments are further reduced.

図3に示すように、バルブ200は、冗長シールおよび/または吹き出し防止のために、一次分離ゲートバルブ210および二次分離ゲートバルブ220を含む。一次および二次ゲートバルブ210および220は、反応器142および流れ導管に接続するバルブ本体201と一体的に形成され、それらの間の流れを、破損または切断のリスクなしに可能にする。より高い信頼性のアクチュエータ211および212はそれぞれ、第1および第2のゲートバルブ210および220にそれぞれ接続され、ゲートバルブ210および220からの最小の漏れを可能にし得る。一次隔離ゲートバルブ210およびアクチュエータ211は、例えば、その全体が参照により本明細書に組み込まれる、電力上昇率および生産性利得のための、例えば、CCI核弁リソースガイドにおいて開示されるCCI高エネルギー分離ゲートバルブおよびアクチュエータであってもよい。二次分離ゲートバルブ220及びアクチュエータ212は、別のCCI高エネルギー分離ゲートバルブ及びアクチュエータであってもよい。同様に、バルブ210および220は、バルブボディ201内に一緒に形成されたときに、高い信頼性および有意な剪断破壊故障モードを有しない逆止弁、玉形弁などであってもよい。 As shown in FIG. 3, the valve 200 includes a primary isolation gate valve 210 and a secondary isolation gate valve 220 for redundant sealing and/or blowout prevention. The primary and secondary gate valves 210 and 220 are integrally formed with the reactor body and the valve body 201 that connects to the flow conduit, allowing flow between them without risk of breakage or disconnection. Higher reliability actuators 211 and 212 may be connected to the first and second gate valves 210 and 220, respectively, to allow minimal leakage from the gate valves 210 and 220, respectively. The primary isolation gate valve 210 and the actuator 211 may include, for example, the CCI high energy isolation for power rate of rise and productivity gain disclosed, for example, in the CCI Nuclear Valve Resource Guide, which is incorporated herein by reference in its entirety. It may be a gate valve and an actuator. The secondary isolation gate valve 220 and actuator 212 may be another CCI high energy isolation gate valve and actuator. Similarly, valves 210 and 220 may be non-return valves, globular valves, etc. when formed together in valve body 201 without having high reliability and significant shear failure failure modes.

バルブ本体201は、単一の部品として一次分離ゲート弁210及び二次分離ゲート弁220の全てを含む、動作中の原子炉環境で使用可能な金属のような、単一の鍛造材料で作られてもよい。代替的に、一次弁210と二次弁220との間などのME標準溶接を、信頼性の原子炉容器レベルで使用することができる。バルブボディ201は、ごくわずかな故障の可能性を有するASK標準溶接を使用して、反応器142にさらに一体的に溶接される。このようにして、全ての流路または導管は、格納容器136内の原子炉142と一体であってもよく、ここで、一体型の一体型は、材料の連続性および非分離性を有する、ASME核仕様での一体成形材料を含む。例示的な実施形態のバルブ200は、反応器142に一体的に接合され、現実的に破断することができないので、原子炉142からの冷却材事故の不必要な損失の可能性が効果的に排除される。このようにして、反応器142は、任意の方法で弁体が結合し得る任意の外部導管(図2の給水ライン120または主蒸気ライン125など)から一体的に調整可能である。 The valve body 201 is made of a single forged material, such as a metal that can be used in an operating reactor environment, including all primary isolation gate valves 210 and secondary isolation gate valves 220 as a single component. May be. Alternatively, ME standard welding, such as between primary valve 210 and secondary valve 220, can be used at the reliable reactor vessel level. The valve body 201 is welded more integrally to the reactor 142 using ASK standard welding with negligible failure potential. In this way, all flow paths or conduits may be integral with the reactor 142 within the containment 136, where the integral monolith has material continuity and non-separability. Includes integrally molded material with ASME core specifications. The valve 200 of the exemplary embodiment is integrally joined to the reactor 142 and cannot be realistically broken, effectively eliminating the possibility of unnecessary loss of coolant accident from the reactor 142. Will be eliminated. In this way, the reactor 142 is integrally adjustable from any external conduit (such as the water supply line 120 or main steam line 125 of FIG. 2) to which the valve body may be coupled in any manner.

バルブボディ201が収容部136を通過する場合、貫通シール102を使用して、バルブボディ201を隔離し、不透過性に封止することができる。貫通シール102は、バルブ200の周りに材料を通すことなく、格納容器136を横切る大きな圧力勾配を維持することができる。例示的な実施形態のバルブ200の故障リスクがより小さく、貫通シール102の隔離が追加されると、格納容器136内への冷却剤の損失または漏洩の危険性が比較的低くなる可能性がある。すなわち、端部バルブボディ201における格納シール102は、プラント配管の在庫のバランスから格納容器140内に冷却剤を注入するいかなる配管の危険性も効果的に排除する。あるいは、貫通シール102は、格納容器136内の非常に短い距離で、バルブボディ201に接合する導管上に配置されてもよい。 When the valve body 201 passes through the housing 136, the through seal 102 can be used to isolate and impermeablely seal the valve body 201. The through seal 102 can maintain a large pressure gradient across the containment 136 without passing material around the valve 200. The lower risk of failure of the exemplary embodiment valve 200 and the added isolation of the through seal 102 may result in a relatively low risk of coolant loss or leakage into the containment 136. .. That is, the containment seal 102 on the end valve body 201 effectively eliminates the risk of any tubing injecting coolant into the containment vessel 140 from a balance of plant tubing inventory. Alternatively, the through seal 102 may be located on the conduit joining the valve body 201 at a very short distance within the containment 136.

図2に見られるように、バルブ111、112、167、168および反応器142への任意の他の流体接続は、格納容器136内の流路故障の無視できないリスクを排除するために、図3の例示的な実施形態のバルブ200を使用し得る。バルブ112、111、168、および/または167は、フェイルセーフ構成に受動的に作動され得る。例えば、主給水バルブ111および/または主蒸気バルブ112は、事故または異常運転状態の場合に密閉されてもよい。例えば、異常な動作状態を検出すると、弁の電池作動式、爆発性および/またはフェール式のソレノイドアクチュエータを始動することができる。同時に、分離凝縮器弁167および168は、同様の信頼性で開くことができ、分離凝縮器システム166を介して反応器142からの受動的な熱除去を可能にする。 As seen in FIG. 2, the valves 111, 112, 167, 168 and any other fluid connections to the reactor 142 are provided to eliminate the non-negligible risk of flow path failure within the containment 136. The valve 200 of the exemplary embodiment of The valves 112, 111, 168, and/or 167 can be passively actuated in a failsafe configuration. For example, main water supply valve 111 and/or main steam valve 112 may be sealed in the event of an accident or abnormal operating condition. For example, a battery operated, explosive and/or fail solenoid actuator of the valve may be activated upon detection of an abnormal operating condition. At the same time, the separate condenser valves 167 and 168 can be opened with similar reliability, allowing passive heat removal from the reactor 142 via the separate condenser system 166.

隔離コンデンサ166は、原子炉熱を周囲環境に移送し、漏れなく原子炉冷却剤を凝縮させる既知の設計であってもよい。同様に、分離凝縮器166は、Hunt,Daygren,and Marquoの共有された出願番号第15/635,400、アトーニードケット5.0055.1、「非常に単純化された沸騰水型原子炉用の分離凝縮器システム」に係るコンデンサ300とすることができ、その全体を本明細書に援用する。例示的な実施形態の反応器142の比較的低い電力により、過熱、冷却剤の損失、または反応器142への他の損傷の危険なしに、操作者の介入なしに、隔離コンデンサ166の単純な受動的動作を通じて安全な冷却を可能にし得る。 The isolation capacitor 166 may be of any known design that transfers reactor heat to the ambient environment and condenses the reactor coolant without leakage. Similarly, the separation condenser 166 is a shared application number 15/635,400 of Hunt, Daygren, and Marquo. The "system" capacitor 300, which is incorporated herein in its entirety. The relatively low power of the reactor 142 of the exemplary embodiment allows for a simple isolation capacitor 166 without operator intervention without the risk of overheating, loss of coolant, or other damage to the reactor 142. It may allow safe cooling through passive operation.

バルブ111、112、167、および168とは別に、例示的な実施形態の格納容器136は、パワーシステム、機器配置、冷却材のクリーンナップライン等、任意の他のバルブ又は貫通部の周りに密閉することができる。より少ない貫通、より小さいサイズ、内部のシステムの欠如、および/または格納容器136の地下配置により、潜在的に、数百、例えば300 のpsigの反応器圧力付近までの高操作圧力が、潜在的な漏れもなく、可能であ。。 Apart from valves 111, 112, 167, and 168, the exemplary embodiment containment vessel 136 seals around any other valve or penetration, such as a power system, equipment arrangement, coolant cleanup line, or the like. be able to. Due to less penetration, smaller size, lack of internal system, and/or subterranean placement of containment 136, potentially high operating pressures near reactor pressures of hundreds, for example 300 psig, are potentially It is possible without any leaks. ..

例示的な実施形態の反応器システム100に見られるように、いくつかの異なる特徴により、冷却剤の確率の損失が著しく減少し、応答性および柔軟な発電が可能になり、プラントのフットプリントおよび地上の衝突目標が低減され、および/または原子力プラントの構造および動作が簡略化される。特に、より小さい体積およびコアサイズを有する公知のおよび承認されたESBWR設計要素を使用することによって、例示的な実施形態の反応器142は、非常に小さく簡略化された例示的な実施形態の封じ込め136および緊急熱除去のための受動的な絶縁凝縮器166への依存を依然として可能にし得る。 As seen in the exemplary embodiment reactor system 100, a number of different features significantly reduce coolant probability loss, allow for responsiveness and flexible power generation, plant footprint and Ground impact targets are reduced and/or nuclear plant structure and operation are simplified. In particular, by using known and approved ESBWR design elements with smaller volume and core size, the exemplary embodiment reactor 142 is much smaller and simplified to contain the exemplary embodiment containment. It may still allow the reliance on 136 and a passive insulating condenser 166 for emergency heat removal.

したがって、例示的な実施形態および方法が説明されるが、例示的な実施形態は、以下の特許請求の範囲内に依然として含まれながら、ルーチン実験を通じて変更および置換され得ることを、当業者は諒解されよう。例えば、様々な異なる冷却剤および燃料タイプは、例示的な実施形態および方法に単に例示的な実施形態の適切な動作および燃料供給を介して適合し、特許請求の範囲に含まれる。そのような変形は、これらの特許請求の範囲から逸脱するものと見なされるべきではない。 Thus, while example embodiments and methods are described, those skilled in the art will appreciate that the example embodiments can be modified and replaced through routine experimentation while still falling within the scope of the following claims. Will be done. For example, a variety of different coolants and fuel types are adapted to the exemplary embodiments and methods merely through appropriate operation and fueling of the exemplary embodiments and are within the scope of the claims. Such modifications should not be considered as departing from the scope of these claims.

Claims (20)

原子炉と、
前記原子炉に接続する少なくとも1つの一次冷却材ループと、
前記原子炉に接続する少なくとも1つの緊急冷却剤源を備え、
前記原子炉が、一次冷却剤ループおよび緊急冷却剤源から一体的に調整可能である、
電気を商業的に生成するための簡略化された原子炉システム。
A nuclear reactor,
At least one primary coolant loop connected to the reactor;
Comprising at least one emergency coolant source connected to said reactor,
The reactor is integrally adjustable from a primary coolant loop and an emergency coolant source,
A simplified reactor system for the commercial production of electricity.
格納容器をさらに備え、
前記原子炉は、前記格納容器の内部にあり、前記緊急冷却剤源は、前記格納容器の外側にあり、前記格納容器は、全体が地下である、請求項1に記載のシステム。
Further provided with a storage container,
The system of claim 1, wherein the reactor is inside the containment vessel, the emergency coolant source is outside the containment vessel, and the containment vessel is entirely underground.
前記格納容器は、地上からアクセス可能な上部シールドに人によるアクセスポイントを有する、請求項2に記載のシステム。 The system of claim 2, wherein the containment vessel has a human access point on a top shield accessible from the ground. 前記原子炉が、その幅を少なくとも3. 9倍上回る高さを有する最大1000メガワット−熱定格沸騰水型原子炉である、請求項2に記載のシステム。 The system of claim 2, wherein the reactor is a maximum 1000 megawatt-thermal rated boiling water reactor having a height at least 3.9 times greater than its width. 前記格納容器は、緊急冷却のための開いた冷却剤プールを含まない、請求項2に記載のシステム。 The system of claim 2, wherein the containment vessel does not include an open coolant pool for emergency cooling. 一次冷却剤ループおよび緊急冷却剤源を原子炉に接続する複数の隔離弁をさらに備え、
前記隔離弁の各々は、一次および二次アクチュエータを含み、原子炉と一体であり、一次冷却剤ループおよび緊急冷却剤源のうちの1つに接続される、
請求項1に記載のシステム。
Further comprising a plurality of isolation valves connecting the primary coolant loop and the emergency coolant source to the reactor,
Each of the isolation valves includes primary and secondary actuators, is integral with the reactor, and is connected to one of a primary coolant loop and an emergency coolant source,
The system of claim 1.
前記原子炉を囲む格納容器と、
複数の貫通シールをさらに備え、
前記隔離バルブの各々は、前記原子炉の外側の前記一次冷却剤ループおよび前記緊急冷却剤源のうちの1つに接続され、
前記貫通シールの各々は、前記隔離バルブの各々において前記格納容器を封止する請求項6に記載のシステム。
A containment vessel surrounding the reactor,
Further equipped with multiple through seals,
Each of the isolation valves is connected to one of the primary coolant loop and the emergency coolant source outside the reactor,
7. The system of claim 6, wherein each of the through seals seals the containment vessel at each of the isolation valves.
流体冷却剤を前記反応器に又は前記反応器から移動させる全ての貫通部は、前記隔離弁のうちの少なくとも1つを含み、前記格納容器が300 psigまで流体密閉である、請求項7に記載のシステム。 8. All of the penetrations that transfer fluid coolant to or from the reactor include at least one of the isolation valves and the containment is fluid tight up to 300 psig. System. 前記格納容器および前記緊急冷却剤源を取り囲むサイロをさらに備え、
前記サイロは、前記格納容器、前記緊急冷却剤源、および前記原子炉への地震衝撃を低減するように構成された地震構造体である、請求項1に記載のシステム。
Further comprising a silo surrounding the containment vessel and the emergency coolant source,
The system of claim 1, wherein the silo is a seismic structure configured to reduce seismic shock to the containment vessel, the emergency coolant source, and the reactor.
原子炉と、
原子炉を完全かつ不透過的に囲む格納容器と、
前記原子炉に前記格納容器を介して接続する少なくとも1つの一次冷却材ループと、
前記格納容器の外側の、前記格納容器を介して原子炉に接続されている少なくとも1つの緊急冷却剤源を備え、
前記格納容器の内部にオープン冷却剤源またはアクティブ冷却剤ポンプが存在しない、
電気を商業的に生成するための簡略化された原子炉設備。
A nuclear reactor,
A containment vessel that completely and impermeablely surrounds the reactor;
At least one primary coolant loop connected to the reactor via the containment vessel;
Outside the containment vessel, comprising at least one emergency coolant source connected to the reactor via the containment vessel,
There is no open coolant source or active coolant pump inside the containment vessel,
A simplified nuclear reactor facility for the commercial production of electricity.
前記緊急冷却剤源は、前記原子炉の冷却剤を凝縮し、前記原子炉から周囲環境へ熱を伝達するように構成されたプールを有する隔離凝縮器システムである、請求項10に記載の設備。 11. The facility of claim 10, wherein the emergency coolant source is an isolated condenser system having a pool configured to condense the reactor coolant and transfer heat from the reactor to the ambient environment. .. 前記隔離凝縮器および前記一次冷却剤ループはそれぞれ、前記原子炉の複数の隔離弁のうちの2つに前記格納容器で接合される、請求項11に記載の設備。 12. The facility of claim 11, wherein the isolation condenser and the primary coolant loop are each joined in the containment to two of the reactor isolation valves. 前記隔離バルブの各々は、一次および二次アクチュエータを含み、
前記隔離バルブの各々は、前記原子炉と一体であり、
前記隔離バルブの各々は、受動的に開かれ、受動的に密閉されるように構成される、請求項12に記載の設備。
Each of the isolation valves includes a primary and secondary actuator,
Each of the isolation valves is integral with the reactor,
13. The facility of claim 12, wherein each of the isolation valves is configured to be passively opened and passively sealed.
前記隔離凝縮器は、過渡事象の検出時に開閉するように構成された隔離弁に接合し、前記一次冷却剤ループは、前記過渡事象の検出時に閉鎖または閉鎖するように構成された隔離弁に接合する、請求項13に記載の設備。 The isolation condenser joins an isolation valve configured to open and close upon detection of a transient event, and the primary coolant loop joins an isolation valve configured to close or close upon detection of the transient event. The equipment according to claim 13, which is: 複数の貫通シールをさらに備え、前記貫通シールの各々は、前記隔離バルブの各々において前記格納容器を封止する請求項13に記載の設備。 14. The facility of claim 13, further comprising a plurality of through seals, each of the through seals sealing the containment vessel at each of the isolation valves. 流体冷却剤を前記反応器に又は前記反応器から移動させる全ての貫通部が、前記隔離弁のうちの少なくとも1つを含み、前記格納容器が300 psigまで流体密閉である、請求項15に記載の設備。 16. All of the penetrations that move fluid coolant into or out of the reactor include at least one of the isolation valves and the containment is fluid tight up to 300 psig. Equipment. 前記原子炉が、その幅を少なくとも3. 9倍上回る高さを有する最大1000メガワット−熱定格沸騰水型原子炉である、請求項13に記載の設備。 14. The installation of claim 13, wherein the reactor is a maximum of 1000 MW-thermal rated boiling water reactor having a height at least 3.9 times greater than its width. 前記格納容器は全体が地下にある、請求項13に記載の施設。 14. The facility of claim 13, wherein the containment is entirely underground. 前記格納容器および前記緊急冷却剤源を取り囲むサイロをさらに備え、
前記サイロは、前記格納容器、前記緊急冷却剤源、および前記原子炉への地震衝撃を低減するように構成された地震構造体である、請求項13に記載の設備。
Further comprising a silo surrounding the containment vessel and the emergency coolant source,
14. The facility of claim 13, wherein the silo is a seismic structure configured to reduce seismic shock to the containment vessel, the emergency coolant source, and the reactor.
少なくとも3. 9の因子によってその幅を超える高さを有する最大1000メガワット−熱定格沸騰水型原子炉と、
原子炉を完全かつ不透過的に囲む格納容器を備え、前記格納容器の内部に開放冷却剤源または能動ポンプが存在せず、前記格納容器は全体が地下にあり、
原子炉に格納容器を介して接続する少なくとも1つの一次冷却材ループと、
前記格納容器の外側で、前記格納容器を介して原子炉に接続する少なくとも1つの緊急冷却剤源を備え、前記一次冷却剤ループおよび前記緊急冷却剤源は、前記原子炉内の原子炉と一体であり、
前記1次冷却剤ループおよび前記緊急冷却剤源を前記原子炉に前記原子炉に接続する複数の隔離弁を備え、前記隔離弁の各々は、一次および二次アクチュエータを含み、前記隔離弁の各々は、前記原子炉と一体であり、
複数の貫通シールを備え、前記貫通シールラインの各々は、前記隔離バルブの各々において前記格納容器を封止し、
前記格納容器および前記緊急冷却剤源を取り囲むを備え、前記サイロは、前記格納容器、前記緊急冷却剤源、および前記原子炉への地震衝撃を低減するように構成された地震構造体である、
電気を商業的に生成するための原子炉発電プラント。
A maximum of 1000 MW-a heat rated boiling water reactor having a height exceeding its width by a factor of at least 3.9;
A containment vessel that completely and impermeablely surrounds the reactor, there is no open coolant source or active pump inside the containment vessel, and the containment vessel is entirely underground;
At least one primary coolant loop connected to the reactor via containment;
Outside the containment vessel, at least one emergency coolant source connected to the reactor via the containment vessel, the primary coolant loop and the emergency coolant source being integral with a reactor in the reactor. And
A plurality of isolation valves connecting the primary coolant loop and the emergency coolant source to the reactor, the isolation valves each including a primary and a secondary actuator; Is an integral part of the reactor,
A plurality of through seals, each of the through seal lines sealing the containment vessel in each of the isolation valves;
A seismic structure comprising surrounding the containment vessel and the emergency coolant source, the silo being configured to reduce seismic shock to the containment vessel, the emergency coolant source, and the reactor,
Reactor power plant for the commercial production of electricity.
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